Изложены фундаментальные основы процесса генерации паровой фазы и кризисов теплообмена применительно к условиям вынужденного движения теплоносителя в парогенерирующих каналах активных зон ядерных энергетических реакторов. Проанализированы теплогидравлические особенности течения в данных условиях двухфазных потоков. Описаны методы, физико-математические модели и алгоритмы для совершенствования теплогидравлических расчётных кодов - важнейшей составляющей систем обеспечения эксплуатационной безопасности ядерных энергоблоков, а также для придания данным системам автоматической идентификации в реальном времени штатных и предаварийных режимов течения пароводяных потоков.